Проблемы атомной энергетики

ВСЕРОССИЙСКИЙ КОНКУРС НАУЧНО-ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫХ ПРОЕКТОВ «ЭНЕРГИЯ БУДУЩЕГО – 2005»

ТОМСКАЯ ОБЛАСТЬ

ПРОБЛЕМЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Авторы работы:

ДИРИН ВИТАЛИЙ,

11 класс, МУ «СОШ № 000» ЗАТО Северск

БЕЛЯКИН МАКСИМ,

11 класс, МУ «СОШ № 000» ЗАТО Северск

Руководитель работы:

МАМОНОВА НАТАЛЬЯ ВИКТОРОВНА,

кандидат биологических наук,

учитель биологии МУ «СОШ № 000» ЗАТО Северск

Контактный телефон:

(38рабочий)

Адрес электронной почты:

*****@***ru

АННОТАЦИЯ

На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

Работа посвящена освещению вопросов проблематики атомной энергетики. Цель этих усилий – подготовка теоретической основы для создания цикла лекций для школьников, возможно, в качестве спецкурса или профориентационных и просветительских бесед, с целью устранения безграмотности будущих граждан ЗАТО и помощи в выборе будущей профессии ребятам.

ОГЛАВЛЕНИЕ

ВВЕДЕНИЕ …………………………………………………………………... 1. ОСОБЕННОСТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ …………………………. 1.1. Принцип построения атомной энергетики ……………………………. 1.1.1 Элементы ядерной физики ……………………………………………. 1.1.2 Ядерные реакции ………………………………………………………. 1.1.3 Деление ядер при процессе…………………………………………….. 1.1.4 Ядерный реактор………………………………………………………. 1.1.5 Классификация ядерных реакторов ………………………………….. 1.2 Проблемы развития энергетики ………………………………………… 2. РЕСУРСЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ …………………………………. СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ …………………………

3 4 5 5 6 7 7 8 9 10 15

ВВЕДЕНИЕ

Опыт прошлого свидетельствует, что проходит не менее 80 лет, прежде чем одни основные источники энергии заменяются другими - дерево заменил уголь, уголь - нефть, нефть - газ, химические виды топлива заменила атомная энергетика. История овладения атомной энергией - от первых опытных экспериментов - насчитывает около 60 лет, когда в 1939г. была открыта реакция деления урана.

В 30-е годы нашего столетия известный ученый обосновывал необходимость развития научно-практических работ в области атомной техники в интересах народного хозяйства страны.

В 1946 г. в России был сооружен и запущен первый на Европейско-Азиатском континенте ядерный реактор. Создается уранодобывающая промышленность. Организовано производство ядерного горючего – урана-235 и плутония-239, налажен выпуск радиоактивных изотопов.

В 1954 г. начала работать первая в мире атомная станция в г. Обнинске, а через 3 года на океанские просторы вышло первое в мире атомное судно – ледокол «Ленин».

Начиная с 1970 г. во многих странах мира осуществляются масштабные программы развития ядерной энергетики. В настоящее время сотни ядерных реакторов работают по всему миру.

Вместе с тем, развивая ядерную энергетику в интересах экономики, нельзя забывать о безопасности и здоровье людей, так как ошибки могут привести к катастрофическим последствиям.

Всего с момента начала эксплуатации атомных станций в 14 странах мира произошло более 150 инцидентов и аварий различной степени сложности. Наиболее характерные из них: в 1957 г. – в Уиндскейле (Англия), в 1959 г. – в Санта-Сюзанне (США), в 1961 г. – в Айдахо-Фолсе (США), в 1979 г. – на АЭС Три-Майл-Айленд (США), в 1986 г. – на Чернобыльской АЭС (СССР).

Мы, авторы проекта, Дирин Виталий и Белякин Максим, живем и учимся в небольшом городе Северске Томской области. Градообразующим предприятием города является Сибирский Химический комбинат. Близость такого объекта атомной промышленности не могла остаться не замеченной. Но, что поразительно, в школах города, которых насчитывается более 20, учащиеся практически не осведомлены ни о принципах работы, ни о проблемах атомной энергетики. Мы совместно с нашим преподавателем по биологии, , решили подготовить материал, который мог бы послужить основой цикла лекций для учащихся нашей школы с целью ознакомления с особенностями атомной энергетики. К нам в школу приглашают специалистов разных уровней и разной специализации Северского государственного технологического института, но, как показала практика, их лекции вызывают интерес у малочисленной группы учеников. Опросив ребят, мы поняли причину – лекции не воспринимаются вследствие того, что они не адаптированы на школьную среду, многие просто не понимают смысла произносимых непонятных слов. Поэтому мы поставили перед собой цель, самим рассказывать об атомной энергетике в более доступной для учащихся форме. Естественно, для этого требуется немалая теоретическая подготовка. В связи с чем мы и выполняем данную работу. На основе нашего материала будут созданы слайд-шоу и подготовлены доклады. Параллельно с нами материал готовят еще ряд учащихся 10-х классов нашей школы. Планируется долгосрочная работа в данном направлении.

1. ОСОБЕННОСТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Энергия - это основа основ. Все блага цивилизации, все материальные сферы деятельности человека - от стирки белья до исследования Луны и Марса - требуют расхода энергии. И чем дальше, тем больше.

В наше время, с каждым годом возрастают потребности человечества в энергии. На получение необходимого количества энергии затрачивается примерно 30% производственных усилий человека. Совершенно очевидно, что полный запас энергии в природе в соответствии с законом сохранения энергии не меняется. Поэтому процесс получения энергии представляет собой перевод энергии из связанной (энергия покоя) в свободную форму (энергию относительного движения тел). Свободная энергия быстро рассеивается в пространстве, поэтому ее можно использовать. Итак, мы приходим к тому, что необходимо уметь вызывать процессы, которые приводят к убыли массы тел и эквивалентному выигрышу свободной энергии. Конечно, получать энергию можно лишь при условии существования достаточного количества топлива. Пусть микрочастицы вещества топлива находятся в состоянии с энергией E1 и существует другое возможное состояние этих частиц с энергией E2 (E1 > E2). В принципе есть возможность перехода во второе состояние, но ему препятствует существование энергетического барьера, то есть некоторого необходимого промежуточного состояния с энергией E’ (E’ > E1). Таким образом, процесс сжигания топлива должен быть инициирован некоторым внешним возбуждением.

На сегодняшний день энергия атома широко используется во многих отраслях экономики. Строятся мощные подводные лодки и надводные корабли с ядерными энергетическими установками. С помощью мирного атома осуществляется поиск полезных ископаемых. Массовое применение в биологии, сельском хозяйстве, медицине, в освоении космоса нашли радиоактивные изотопы.

В России имеется 9 атомных электростанций (АЭС), и практически все они расположены в густонаселенной европейской части страны. В 30-километровой зоне этих АЭС проживает более 4 млн. человек.

Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии досуга.

Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и других сфер изымаются огромные земельные площади. В местах открытой добычи угля образуются «лунные ландшафты». А повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн . Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.

Атомные электростанции – третий «кит» в системе современной мировой энергетики. Техника АЭС, бесспорно, является крупным достижением НТП. В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие утечки наружу. АЭС экономичнее обычных тепловых станций, а, самое главное, при правильной их эксплуатации – это чистые источники энергии.

1.1. Принцип построения атомной энергетики

1.1.1 Элементы ядерной физики

Строение атомов, ядер

Как известно, все в мире состоит из молекул, которые представляют собой сложные комплексы взаимодействующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул входят атомы различных химических элементов.

Химические элементы состоят из атомов одного типа. Атом, мельчайшая частица химического элемента, состоит из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг электронов.

Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрахкороткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы.

Ядро элемента X обозначают как или X-A,

например уран U-235 -

где Z - заряд ядра, равный числу протонов,

определяющий атомный номер ядра,

A - массовое число ядра, равное суммарному числу протонов и нейтронов.

Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.

1.1.2 Ядерные реакции

Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне ядерных структур.

Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием.

После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона или альфа-частицы.

Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов.

Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа.

1.1.3 Деление ядер при процессе

Деление тяжелых ядер происходит при

захвате нейтронов. При этом испускаются

новые частицы и освобождается энергия

связи ядра, передаваемая осколкам

деления. Это фундаментальное явление

было открыто в конце 30-ых годов немецким и учеными Ганом и Штрасманом, что заложило основу для практического использования ядерной энергии.

Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/ (в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение составляющих вещество атомов и молекул, т. е. на разогревание окружающего вещества.

После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.

1.1.4 Ядерный реактор

Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы:

1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

1.1.5 Классификация ядерных реакторов

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

·  в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;

·  по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;

·  по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

·  по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

·  водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,

·  уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,

·  тяжеловодные канальные реакторы и др.

В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т. е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего количество расходуемых изотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на один атом U-235, захватившего нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.

Рис. 1. Кипящий реактор

1.Реактор

2.Парогенератор

3.Циркуляционный насос

1.2 Проблемы развития энергетики

Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления различных видов энергии.

Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов -

·  угля

·  нефти

·  газа,

а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.

Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов, потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных энергоресурсов.

1 кг природного урана заменяет 20 т угля.

Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива /т. у.т/, т. е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы энергоресурсов составляют 12,8*1012 т. у.т.

Из этого количества примерно 1/3 т. е. ~ 4,3*1012 т. у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны современные потребности в энергоносителях составляют 1,1*1010 т. у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т. е. удваиваются каждые 20 лет.

Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в будущем веке.

Отметим, кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн. т. сернистого газа и окислов азота, т. е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год.

Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы.

Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов, сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого богатства находится в рассеянном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно немного. Поэтому массу ресурсов урана, которую можно добыть при современной технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик , "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически на неограниченное время".

Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.

Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.

Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.

Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.

2. РЕСУРСЫ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

Естественным и немаловажным представляется вопрос о ресурсах самого ядерного топлива. Достаточны ли его запасы, чтобы обеспечить широкое развитие ядерной энергетики? По оценочным данным, на всем земном шаре в месторождениях, пригодных для разработки, имеется несколько миллионов тонн урана. Вообще говоря, это не мало, но нужно учесть, что в получивших ныне широкое распространение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах практически лишь очень небольшая часть урана (около 1%) может быть использована для выработки энергии. Поэтому оказывается, что при ориентации только на реакторы на тепловых нейтронах ядерная энергетика по соотношению ресурсов не так уж много может добавить к обычной энергетике - всего лишь около 10%. Глобального решения надвигающейся проблемы энергетического голода не получается.

Совсем иная картина, иные перспективы появляются в случае применения АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используются практически весь добываемый уран. Это означает, что потенциальные ресурсы ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах примерно в 10 раз выше по сравнению с традиционной (на органическом топливе). Больше того, при полном использовании урана становится рентабельной его добыча и из очень бедных по концентрации месторождений, которых довольно много на земном шаре. А это в конечном счете означает практически неограниченное (по современным масштабам) расширение потенциальных сырьевых ресурсов ядерной энергетики.

Итак, применение реакторов на быстрых нейтронах значительно расширяет топливную базу ядерной энергетики. Однако может возникнуть вопрос: если реакторы на быстрых нейтронах так хороши, если они существенно превосходят реакторы на тепловых нейтронах по эффективности использования урана, то почему последние вообще строятся? Почему бы с самого начала не развивать ядерную энергетику на основе реакторов на быстрых нейтронах?

Прежде всего, следует сказать, что на первом этапе развития ядерной энергетики, когда суммарная мощность АЭС была мала и U 235 хватало, вопрос о воспроизводстве не стоял так остро. Поэтому основное преимущество реакторов на быстрых нейтронах - большой коэффициент воспроизводства - еще не являлся решающим.

В то же время вначале реакторы на быстрых нейтронах оказались еще не готовыми к внедрению. Дело в том, что при своей кажущейся относительной простоте (отсутствие замедлителя) они технически более сложны, чем реакторы на тепловых нейтронах. Для их создания необходимо было решить ряд новых серьезных задач, что, естественно, требовало соответствующего времени. Эти задачи связаны в основном с особенностями использования ядерного топлива, которые, как и способность к воспроизводству, по-разному проявляются в реакторах различного типа. Однако в отличие от последней эти особенности сказываются более благоприятно в реакторах на тепловых нейтронах.

Первая из этих особенностей заключается в том, что ядерное топливо не может быть израсходовано в реакторе полностью, как расходуется обычное химическое топливо. Последнее, как правило, сжигается в топке до конца. Возможность протекания химической реакции практически не зависит от количества вступающего в реакцию вещества. Ядерная же цепная реакция не может идти, если количество топлива в реакторе меньше определенного значения, называемого критической массой.

Уран (плутоний) в количестве, составляющем критическую массу, не является топливом в собственном смысле этого слова. Он на время как бы превращается в некоторое инертное вещество наподобие железа или других конструкционных материалов, находящихся в реакторе. Выгорать может лишь та часть топлива, которая загружается в реактор сверх критической массы. Таким образом, ядерное топливо в количестве, равном критической массе, служит своеобразным катализатором процесса, обеспечивает возможность протекания реакции, не участвуя в ней.

Естественно, что топливо в количестве, составляющем критическую массу, физически неотделимо в реакторе от выгорающего топлива. В тепловыделяющихся элементах, загружаемых в реактор, с самого начала помещается топливо, как для создания критической массы, так и для выгорания. Значение критической массы неодинаково для различных реакторов и в общем случае относительно велико.

Так, для серийного отечественного энергетического блока с реактором на тепловых нейтронах ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор мощностью 440 МВт) критическая масса U 235 составляет 700 кг. Это соответствует количеству угля около 2 млн. тонн. Иными словами, применительно к электростанции на угле той же мощности это как бы означает обязательное наличие при ней такого довольно значительного неприкосновенного запаса угля. Ни один кг из этого запаса не расходуется и не может быть израсходован, однако без него электростанция работать не может.

Наличие такого крупного количества "замороженного" топлива, хотя и сказывается отрицательно на экономических показателях, но в силу реально сложившегося соотношения затрат для реакторов на тепловых нейтронах оказывается не слишком обременительным. В случае же реакторов на быстрых нейтронах с этим приходится считаться более серьезно.

Реакторы на быстрых нейтронах обладают существенно большей критической массой, чем реакторы на тепловых нейтронах (при заданных размерах реактора). Это объясняется тем, что быстрые нейтроны при взаимодействии со средой оказываются как бы более "инертными", чем тепловые. В частности, вероятность вызвать деление атома топлива (на единицы длины пути) для них значительно (в сотни раз) меньше, чем для тепловых. Для того чтобы быстрые нейтроны не вылетали без взаимодействия за пределы реактора и не терялись, их "инертность" необходимо компенсировать увеличением количества закладываемого топлива с соответствующим возрастанием критической массы.

Чтобы реакторы на быстрых нейтронах не проигрывали по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах, нужно повышать мощность, развиваемую при заданных размерах реактора. Тогда количество "замороженного" топлива на единицу мощности будет соответственно уменьшаться. Достижение высокой плотности тепловыделения в реакторе на быстрых нейтронах и явилось главной инженерной задачей.

Заметим, что сама по себе мощность непосредственно не связана с количеством топлива, находящегося в реакторе. Если это количество превышает критическую массу, то в нем за счет созданной нестационарности цепной реакции можно развить любую требуемую мощность. Все дело в том, чтобы обеспечить достаточно интенсивный теплоотвод из реактора. Речь идет именно о повышении плотности тепловыделения, ибо увеличение, например, размеров реактора, способствующее увеличению теплоотвода, неизбежно влечет за собой и увеличение критической массы, т. е. не решает задачи.

Положение осложняется тем, что для теплоотвода из реактора на быстрых нейтронах такой привычный и хорошо освоенный теплоноситель, как обычная вода, не подходит по своим ядерным свойствам. Она, как известно, замедляет нейтроны и, следовательно, понижает коэффициент воспроизводства. Газовые теплоносители (гелий и другие) обладают в данном случае приемлемыми ядерными параметрами. Однако требования интенсивного теплоотвода приводят к необходимости использовать газ при высоких давлениях (примерно 150 ат, или Па), что вызывает свои технические трудности.

В качестве теплоносителя для теплоотвода из реакторов на быстрых нейтронах был выбран обладающий прекрасными теплофизическими и ядерно-физическими свойствами расплавленный натрий. Он позволил решить поставленную задачу достижения высокой плотности тепловыделения.

Следует указать, что в свое время выбор "экзотического" натрия казался очень смелым решением. Не было никакого не только промышленного, но и лабораторного опыта его использования в качестве теплоносителя. Вызывала опасения высокая химическая активность натрия при взаимодействие с водой, а также с кислородом воздуха, которая, как представлялось, могла весьма неблагоприятно проявиться в аварийных ситуациях.

Потребовалось проведение большого комплекса научно-технических исследований и разработок, сооружение стендов и специальных экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах, для того, чтобы убедиться в хороших технологических и эксплутационных свойствах натриевого теплоносителя. Как было при этом показано, необходимая высокая степень безопасности обеспечивается следующими мерами: во-первых, тщательностью изготовления и контроля качества всего оборудования, соприкасающегося с натрием; во-вторых, созданием дополнительных страховочных кожухов на случай аварийной протечки натрия; в-третьих, использованием чувствительных индикаторов течи, позволяющих достаточно быстро регистрировать начало аварии и принимать меры к ее ограничению и ликвидации.

Кроме обязательного существования критической массы есть еще одна характерная особенность использования ядерного топлива, связанная с теми физическими условиями, в которых оно находится в реакторе. Под действием интенсивного ядерного излучения, высокой температуры и, в особенности, в результате накопления продуктов деления происходит постепенное ухудшение физико-математических, а также ядерно-физических свойств топливной композиции (смеси топлива и сырья). Топливо, образующее критическую массу, становится непригодным для дальнейшего использования. Его приходится периодически извлекать из реактора и заменять свежим. Извлеченное топливо для восстановления первоначальных свойств должно подвергаться регенерации. В общем случае - это трудоемкий, длительный и дорогой процесс.

Для реакторов на тепловых нейтронах содержание топлива в топливной композиции относительно небольшое - всего несколько процентов. Для реакторов на быстрых нейтронах соответствующая концентрация топлива значительно выше. Частично это связано с уже отмеченной необходимостью увеличивать вообще количество топлива в реакторе на быстрых нейтронах для создания критической массы в заданном объеме. Главное же заключается в том, что отношение вероятностей вызвать деление атома топлива или быть захваченным в атоме сырья различно для разных нейтронов. Для быстрых нейтронов оно в несколько раз меньше, чем для тепловых, и, следовательно, содержание топлива в топливной композиции реакторов на быстрых нейтронах должно быть соответственно больше. Иначе слишком много нейтронов будет поглощаться атомами сырья и стационарная цепная реакция деления в топливе окажется невозможной.

Причем при одинаковом накоплении продуктов деления в реакторе на быстрых нейтронах выгорит в несколько раз меньшая доля заложенного топлива, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Это приведет соответственно к необходимости увеличить регенерацию ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. В экономическом отношении это даст заметный проигрыш.

Но кроме совершенствования самого реактора перед учеными все время встают вопросы о совершенствовании системы безопасности на АЭС, а также изучение возможных способов переработки радиоактивных отходов, преобразования их в безопасные вещества. Как отмечают специалисты, в цивилизованных странах сначала строят надежное хранилище, а затем уже возводят атомные станции. Речь идет о методах превращения стронция и цезия, имеющих большой период полураспада, в безвредные элементы путем бомбардировки их нейтронами или химическими способами. Теоретически это возможно, но в настоящий момент времени при современной технологии экономически нецелесообразно. Хотя, может быть, уже в ближайшем будущем будут получены реальные результаты этих исследований, в результате которых атомной энергии станет не только самым дешевым видом энергии, но и действительно экологически чистым.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Рудик основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

2. Климов физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.

3. , Нигматулин энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982

5. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987

6. , Троянский теория ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1978